CN204229852U - 核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统 - Google Patents

Abstract

本实用新型公开了一种核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，包括连通的第一水箱和第一管道系统，第一管道系统连接在第一水箱的第一出口和所述第一入口之间，第一水箱的第二出口通过阀门与第二水箱和第二管道系统相连通。第一管道系统包括水平设置的第一管道，其上设置有至少一个液位计。本实用新型能模拟核电站反应堆冷却剂系统半管运行时的液体液位的变化，开展液位试验，获取液位，尤其是临界液位的信息。本实用新型配置的泵、阀门、液位计、温度仪表、含气率测量装置和数据采集系统，保证其正常运行和数据测量与记录；本实用新型结构简单，操作方便且可以重复试验，从而能方便地开展对核电站反应堆冷却剂系统半管运行的研究。

Description

核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统

技术领域

本实用新型涉及核电站反应堆冷却剂系统和余热排出系统，尤其涉及一种核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统。

背景技术

半管运行是指压水堆核电站反应堆换料停堆和设备维修期间，主回路疏水至主管道中心位置附近的一种运行工况，也称为半充水运行工况。

半管运行时依靠余热排出系统(RHRS)来带走堆芯余热，如果此时丧失余热排出能力，就会危及堆芯安全，造成堆芯沸腾直至堆芯裸露。早期核电站的设计和运行始终将电站安全的重点放在反应堆功率运行的工况，对停堆后可能发生的事故未给予重视，对其认识也不够充分，传统地认为反应堆停堆后衰变产热不会造成严重后果。然而美国核管会NRC曾公布了多起发生在半管运行工况下的事件。

半管运行期间引起冷却丧失的主要原因有余热排出管(RHR管)吸入口由于吸入空气形成涡流或者气穴，从而造成泵断流事件，以及RHR泵入口压力低引起气蚀等。在核电发展的进程中，越来越强调安全的重要性，尽可能将安全隐患消除在设计之初。因此，研究半管运行期间反应堆冷却剂系统环路的临界液位对于保证RHR泵正常运行，而不会出现漩涡或者吸空，从而确保反应堆换料停堆和设备维修期间的安全运行具有十分重要的意义。

因此，本领域的技术人员致力于开发一种核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，针对半管运行中存在的问题，对实际的反应堆冷却剂系统建立合理的简化模型。

实用新型内容

有鉴于现有技术的上述缺陷，本实用新型所要解决的技术问题是提供一种核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，以研究并确定不同结构参数和流动参数下的主管道临界液位，由此来得到关键参数对主管道临界液位的影响规律，从而为工程设计和分析提供支持。

为实现上述目的，本实用新型提供了一种核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，其特征在于，包括连通的第一水箱和第一管道系统；所述第一水箱包括第一出口、第二出口和第一入口，所述第一管道系统连接在所述第一出口和所述第一入口之间，所述第一出口高于所述第一入口；所述第二出口低于所述第一出口且高于所述第一入口，用于排出所述第一水箱内的液体；所述第一管道系统包括水平设置的第一管道，所述第一管道上设置有至少一个液位计，所述液位计用于测量所述第一管道内的液体在所述液位计处的液位。

进一步地，所述第一管道连接在所述第一出口处，所述第一管道是至少部分地透明的。

进一步地，所述第一水箱内设置有加热装置和测温装置，用于对所述第一水箱内的所述液体加热和测温。

进一步地，所述第一管道系统还包括T形管道，所述T形管道的两个开口分别通过第一法兰和第二法兰连接于所述第一管道中，所述T形管道是至少部分地透明的；核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统还包括可视化系统，所述可视化系统对准所述T形管道，用于获取所述T形管道内的液体的液面的图像。

进一步地，所述第一管道系统还包括软管和第二管道，所述T形管道的第三个开口与所述软管的一端相连，所述软管的另一端与所述第二管道的一端相连。

进一步地，所述第一管道系统还包括并联的第一支管和第二支管，所述并联的第一支管和第二支管的一端与所述第二管道的另一端相连，所述并联的第一支管和第二支管的另一端与所述第一入口相连。

进一步地，还包括含气率测量装置、阀门和测压装置，所述含气率测量装置、阀门和测压装置布置在所述第二管道上。

进一步地，所述第一支管上设置有第一阀门、第一流量计和第一泵，所述第二支管上设置有第二阀门、第二流量计和第二泵；所述第一泵用于将通过所述第一管道、所述T形管道、所述软管和所述第二管道离开所述第一水箱的液体通过所述第一支管泵回所述第一水箱，所述第二支管用于将通过所述第一管道、所述T形管道、所述软管和所述第二管道离开所述第一水箱的液体通过所述第二支管泵回所述第一水箱。

进一步地，还包括第二水箱和第二管道系统，所述第二管道系统包括第三管道和第四管道，所述第三管道的一端通过第三阀门连接到所述第一水箱的所述第二出口，另一端穿过所述第二水箱的顶部开口进入所述第二水箱，所述第二水箱的下部设有出口，所述第四管道的一端通过第四阀门与所述第二水箱的所述出口相连，另一端穿过所述第一水箱的顶部开口进入所述第一水箱，所述第四管道上设有泵以将所述第二水箱中的液体泵入所述第一水箱。

进一步地，所述第一水箱的所述第一入口和所述第一出口处皆布置有滤网。

在本实用新型的较佳实施方式中，提供了一种核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，包括第一水箱、第二水箱、第一管道系统和第二管道系统；第一管道系统连接在第一水箱的第一出口和第一入口之间，其包括一个透明的水平布置的第一管道，第一管道的一端与第一出口相连，另一端封闭或敞口；一个透明的T形管道连接在第一管道中，其第三个开口与软管相连，软管、第二管道以及并联的第一支管和第二支管依次连接直到第一水箱的第一入口。第一水箱内还包括用于对其中的液体加热及测温的加热装置和测温装置，由此，通过调节加热装置以及调节设置在第一支管和/或第二支管上的阀门和泵，可以获得具有所需温度的稳定的循环流动于第一水箱和第一管道系统中的流体。当打开连接到第二管道系统的第一水箱的第二出口处的第三阀门，第一水箱内的液体通过第三管道进入第二水箱，由此第一水箱内液面下降。通过可视化系统获取T形管道内的液体的液面的图像，可以监控到T形管道内的液体产生漩涡的时刻，此时通过液位计测量第一管道内的液体在该液位计处的液位，可以获得反应堆冷却剂系统半管运行临界液位的信息。测量完成后，打开第二水箱的出口，第二管道系统上的泵能将第二水箱内的液体通过第四管道泵回第一水箱，从而继续下一轮的试验观测。

由此可见，本实用新型的核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统能够很好地模拟出反应堆冷却剂系统的半管运行时其中液体液位的变化，由此开展液位试验，获取液位尤其是临界液位的信息，从而方便地开展对核电站反应堆冷却剂系统半管运行的研究。本实用新型还具有以下优点：采用双水箱设计，其中第一水箱及其第一入口和第一出口处设置的滤网能保证形成稳定的流体循环，第二水箱用于接受第一水箱的排水，能保证第一水箱液位稳定的下降；设置在第一水箱中的加热装置能保证流体的温度与核电站的反应堆冷却剂温度保持一致，从而获得较好的模拟结果；透明的第一管道和T形管道与可视化系统配合，能便于监测液体的液位的变化，尤其是其中漩涡的形成过程；T形管道和软管的布置，能便于更换、拆卸；较佳地选用不同管径的第一支管和第二支管的并联布置方式，配合采用不同量程的泵和流量计，从而能对不同的流量启用不同的支管以及泵和流量计，从而保证试验的测量精度。

以下将结合附图对本实用新型的构思、具体结构及产生的技术效果作进一步说明，以充分地了解本实用新型的目的、特征和效果。

附图说明

图1是本实用新型的核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统的结构示意图。

具体实施方式

如图1所示，在一个较佳的实施例中，是本实用新型的核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统包括第一水箱100和第一管道系统200。第一水箱100是一个敞口水箱，即其具有顶部开口，另外，其还具有第一出口101、第一入口102和第二出口103。第一入口102设置在第一水箱100的下半部分，第一出口设置在第一水箱100的上半部分，第二出口103的位置低于第一出口101而高于第一入口102。第一管道系统200与第一水箱100连通，其连接在第一出口101和第一入口102之间，由此第一水箱100和第一管道系统200内的液体能够形成循环的流体。

本实施例中，第一管道系统200包括第一管道210，第一管道210的一端连接到第一出口101，另一端封闭或敞口。第一管道210被布置为水平，即其在水平面上延伸，较佳地，其为至少部分透明的管道以使从外部观测其内的液体(及观测液体的液面)成为可能。第一管道210上设置有诸如液位计211的多个液位计，用于测量第一管道210内的液体在不同位置处的液位。在第一管道210的长度方向上，这多个液位计可以是均匀的分布(即任意两个相邻的液位计之间的距离皆相等)，也可以是不均匀的分布。

第一管道210的中部连接有T形管道220，T形管道220的两个开口分别通过法兰221、222连接于第一管道210，T形管道220的第三个开口与软管230的一端相连。由此，第一水箱100中的液体能依次通过第一出口101、第一管道210和T形管道220，从上述的T形管道220的第三个开口流到软管230。T形管道220为试验段，即应用本实用新型开展的试验的检测目标为T形管道220内的液体。较佳地，T形管道220为至少部分透明的管道以使从外部观测其内的液体(及观测液体的液面)成为可能。可视化系统212布置在第一管道系统200之外，其对准T形管道220，以获取T形管道220内的液体的液面的图像。具体地，可视化系统212可以是相机或摄像机，其镜头对准T形管道220，尤其是T形管道220的三个管道部分的交会处。另外，较佳地，在法兰221、222处分别设置一个液位计，以测量法兰221、222处的液体的液位。

软管230的另一端与第二管道240相连，第二管道240用于模拟核电站反应堆冷却剂系统的余热排出管道，其上设置有含气率测量装置241、阀门242和测压装置243。含气率测量装置241是用于测量所在处的液体内含有空气的比率的装置，可以采用市售的该类装置，也可以定制或自制。阀门242用于关断或打开第二管道240以阻挡或允许液体从第二管道240的一端流到其另一端。测压装置243用于测量所在处的液体的压力，其可以是市售的液压计，也可以定制或自制。

在第二管道240与第一入口102之间是一段并联的管道结构，具体地为并联的第一支管250和第二支管260，较佳地，第一支管250和第二支管260的管径不同。本实施例中，第一支管250的管径是第二支管260的管径的2-3倍。第一支管250和第二支管260上分别设置有第一阀门253和第二阀门263，由此通过控制第一阀门253和第二阀门263的开关，可以选择性地使来自第二管道240的液体通过第一支管250、第二支管260或第一支管250以及第二支管260进入第一入口102。例如在本实施例中，当试验的流量较大时打开第一阀门253闭合第二阀门263，由此使液体通过第一支管250流入第一水箱100；当试验的流量较小时打开第二阀门263闭合第一阀门253，由此使液体通过第二支管260流入第一水箱100；当试验的流量很大时，打开第一阀门253和第二阀门263，由此使液体通过第一支管250和第二支管260流入第一水箱100。

相应地，第一支管250和第二支管260上布置与其流量匹配的流量计和泵，其中，流量计用于测量所在处的液体的流量；泵用于将来自于第二管道240的液体通过所在处的支管泵回第一水箱100，由此能在第一水箱100和第一管道系统200中形成循环流动的流体。如本实施例中，对于管径较大的第一支管250，其上布置的第一流量计252量程较大，第一泵251的功率较高；而对于管径较小的第二支管260，其上布置的第二流量计262量程较小，第二泵261的功率较低。这样布置的好处在于，与所在管道的流量匹配的流量计能够获得较好的测量精度，泵能够获得较好的工作效率。

第一水箱100的中部设置有加热装置104和测温装置105，用于对第一水箱100内的液体加热及测温，由此可以在第一水箱100和第一管道系统200中获得温度与核电站的反应堆冷却剂温度一致的流体。

第一入口102和第一出口101处皆布置有滤网，其有利于获得稳定的循环流动的流体。这样，通过调节加热装置104，再通过调节第一阀门253和/或第二阀门263以及第一泵251和/或第二泵261，就可以在第一水箱100和第一管道系统200中获得具有所需温度的稳定的循环流动的流体了。此时打开第二出口103，第一水箱100内液面下降，即可开始液位试验。

上述第一水箱100、各个管道及开口的尺寸并不需要和核电站反应堆冷却剂系统中的实际尺寸相同，而是可以采用现有技术的比例分析方法获取比例值，例如0.5，来构造上述的各个管道及第一水箱100。这类比例分析方法及其应用是本领域的现有技术，在此不赘述。

为了循环使用试验用的液体，本实施例中，本实用新型的核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统还包括第二水箱310和第二管道系统300。第二水箱310也是一个敞口水箱，第二管道系统300包括第三管道320和第四管道330。其中，第三管道320的一端通过第三阀门321连接到第一水箱100的第二出口103，第三管道320的另一端穿过第二水箱310的顶部开口进入第二水箱，以将第一水箱100排出的液体释放到第二水箱310内。第二水箱310的下部设有出口，第四管道330的一端通过第四阀门331与第二水箱310的出口相连，第四管道330的另一端穿过第一水箱100的顶部开口进入第一水箱100，第四管道330上设有泵332。这样，液位试验结束后，可以打开第四阀门331并启动泵332，以将第二水箱310中的液体泵回第一水箱100，由此可以开始下一轮的试验观测。

本实用新型的核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统中使用的液体为水，例如自来水。第一水箱100和第二水箱310的底部分别具有疏水阀106和311，用于在不进行试验的时候将第一水箱100和第二水箱310中的液体释放。

应用本实用新型的核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统进行液位试验的具体操作方法如下：

关闭疏水阀106、疏水阀311、阀门321、阀门242、第一阀门253和第二阀门263，在第一水箱100内存放入适量的液体，打开加热装置104并设定所需温度，使加热装置104将第一水箱100内的液体加热到所需温度；

打开阀门242，并根据试验要求的液体流量选择性地打开第一阀门253和/或第二阀门263，并选择性第启动第一泵251和/或第二泵261；

当在第一水箱100和第一管道系统200中获得具有所需温度的稳定的循环流动的流体后，打开阀门321，第一水箱100内的液面开始下降，由此开始液面试验；

通过可视化系统212获取T形管道220内的液体的液面的图像，当监控到T形管道220内的液体产生漩涡时，通过多个液位计测量第一管道210内的液体各个不同位置处的液位。其中当可视化系统212观测到该漩涡的底部与第一管道210底部齐平时，此时获得的液位即为反应堆冷却剂系统半管运行的临界液位；并同时记录含气率测量装置241、测压装置243第一流量计252和第二流量计262上的读数；

液面试验完成后，关闭之前打开的第一泵251和/或第二泵261，关闭之前打开的第一阀门253和/或第二阀门263，关闭阀门242和阀门321，打开阀门331，打开泵332，将第二水箱310内的液体泵回第一水箱100；

关闭阀门331，关闭泵332，如果需要继续试验，则重复上述步骤，开始下一轮的试验观测；如果不再需要试验，则关闭加热装置104，打开所有的阀门，将第一水箱100、第一管道系统200、第二水箱310和第二管道系统300内的液体全部排出。

以上详细描述了本实用新型的较佳具体实施例。应当理解，本领域的普通技术人员无需创造性劳动就可以根据本实用新型的构思做出诸多修改和变化。因此，凡本技术领域的技术人员依本实用新型的构思在现有技术的基础上通过逻辑分析、推理或者有限的实验可以得到的技术方案，皆应在由权利要求书所确定的保护范围内。

Claims (10)

1.一种核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，其特征在于，包括连通的第一水箱和第一管道系统；所述第一水箱包括第一出口、第二出口和第一入口，所述第一管道系统连接在所述第一出口和所述第一入口之间，所述第一出口高于所述第一入口；所述第二出口低于所述第一出口且高于所述第一入口，用于排出所述第一水箱内的液体；所述第一管道系统包括水平设置的第一管道，所述第一管道上设置有至少一个液位计，所述液位计用于测量所述第一管道内的液体在所述液位计处的液位。

2.如权利要求1所述的核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，其中所述第一管道连接在所述第一出口处，所述第一管道是至少部分地透明的。

3.如权利要求2所述的核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，其中所述第一水箱内设置有加热装置和测温装置，用于对所述第一水箱内的所述液体加热和测温。

4.如权利要求2或3所述的核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，其中所述第一管道系统还包括T形管道，所述T形管道的两个开口分别通过第一法兰和第二法兰连接于所述第一管道中，所述T形管道是至少部分地透明的；所述核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统还包括可视化系统，所述可视化系统对准所述T形管道，用于获取所述T形管道内的液体的液面的图像。

5.如权利要求4所述的核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，其中所述第一管道系统还包括软管和第二管道，所述T形管道的第三个开口与所述软管的一端相连，所述软管的另一端与所述第二管道的一端相连。

6.如权利要求5所述的核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，其中所述第一管道系统还包括并联的第一支管和第二支管，所述并联的第一支管和第二支管的一端与所述第二管道的另一端相连，所述并联的第一支管和第二支管的另一端与所述第一入口相连。

7.如权利要求5或6所述的核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，其中还包括含气率测量装置、阀门和测压装置，所述含气率测量装置、阀门和测压装置布置在所述第二管道上。

8.如权利要求6所述的核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，其中所述第一支管上设置有第一阀门、第一流量计和第一泵，所述第二支管上设置有第二阀门、第二流量计和第二泵；所述第一泵用于将通过所述第一管道、所述T形管道、所述软管和所述第二管道离开所述第一水箱的液体通过所述第一支管泵回所述第一水箱，所述第二支管用于将通过所述第一管道、所述T形管道、所述软管和所述第二管道离开所述第一水箱的液体通过所述第二支管泵回所述第一水箱。

9.如权利要求1-3中任何一个所述的核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，其中还包括第二水箱和第二管道系统；所述第二管道系统包括第三管道和第四管道，所述第三管道的一端通过第三阀门连接到所述第一水箱的所述第二出口，另一端在所述第二水箱内；所述第二水箱的下部设有出口，所述第四管道的一端通过第四阀门与所述第二水箱的所述出口相连，另一端在所述第一水箱内，所述第四管道上设有泵以将所述第二水箱中的液体泵入所述第一水箱。

10.如权利要求1-3中任何一个所述的核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，其中所述第一水箱的所述第一入口和所述第一出口处皆布置有滤网。